Resumen del informe final

Transcripción

1 Convenio de colaboración entre el Consejo de Seguridad Nuclear y el Instituto de Salud Carlos III Estudio epidemiológico del posible efecto de las radiaciones ionizantes derivadas del funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear españolas sobre la salud de la población que reside en su proximidad Resumen del informe final Versión: diciembre 2009 Área de Epidemiología Ambiental y Cáncer Centro Nacional de Epidemiología Consejo de Seguridad Nuclear 1

2 ÍNDICE RESUMEN EJECUTIVO Introducción y antecedentes Características básicas del estudio... 3 Metodología...4 Resultados Instalaciones / radiación artificial...4 Radiación natural...5 Conclusiones INFLUENCIA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES E INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR SOBRE LA MORTALIDAD POR CÁNCER EN LAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU ENTORNO EN ESPAÑA INTRODUCCIÓN Y OBJETIVOS MATERIAL Y MÉTODOS Diseño del estudio epidemiológico Selección de los municipios del entorno de las instalaciones nucleares y municipios control... 7 Tabla 1. Centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible estudiadas Selección de municipios de dos áreas con diferente exposición a radiación natural...8 Causas a estudiar... 8 Tabla 2. Tipos de cáncer seleccionados en el estudio Estimación de la exposición a las radiaciones ionizantes en el entorno de las instalaciones objeto del estudio... 9 Selección de un indicador de exposición para cada municipio incluido en el alcance del estudio...9 Estimación de las dosis de radiación artificial a los miembros del público en el entorno de las centrales nucleares y de las instalaciones del ciclo y las debidas a la radiación natural Criterios para el establecimiento de puntos de corte Análisis de la mortalidad Tabla 3. Rango de dosis de radiación artificial acumulada y natural anual en los municipios del entorno de cada una de ellas RESULTADOS Comentarios generales sobre los efectivos del estudio, características socio demográficas y categorías de dosis de radiación Tabla 4. Características generales de la población estudiada en áreas adyacentes a las instalaciones...14 Tabla 5. Categorización de las dosis de radiación artificial (latencia de 10 años) Tabla 6. Categorización de las dosis de radiación artificial (latencia de 1 año). Rangos de dosis acumuladas por categorías (microsievert)...16 Tabla 7. Categorías de dosis anual de radiación natural por instalaciones en microsievert (cuartiles)...17 Comentarios sobre la magnitud de las dosis de radiación artificial y su distribución por centrales e instalaciones del ciclo Resultados del análisis conjunto de las centrales nucleares Tabla 8. Análisis conjunto de todas las centrales nucleares...20 Resultados para las instalaciones del ciclo del combustible Tabla 9. Análisis conjunto de las Instalaciones del ciclo del combustible Estudio del posible efecto de la radiación natural en el entorno de las instalaciones Estudio del posible efecto de la radiación natural en zonas de alta y baja exposición alejadas de las instalaciones DISCUSIÓN CONCLUSIONES Nota 1. Este informe ha sido elaborado por el Instituto de Salud Carlos III (ISCIII) y el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) de acuerdo con sus respectivas competencias y funciones en los temas objeto del mismo. El CSN es el responsable de todos los aspectos relacionados con la reconstrucción de la historia de exposición de la población a las radiaciones ionizantes debidas al funcionamiento de las instalaciones y a las de origen natural. El ISCIII es el responsable del diseño y realización del estudio de mortalidad por cáncer en todos sus aspectos y de la redacción de todos los apartados del informe referidos a ello. Nota 2. Para facilitar la comprensión como anexo del informe completo se ha incluido un glosario de términos técnicos y científicos que se utilizan en el mismo. 2

3 RESUMEN EJECUTIVO Introducción y antecedentes Haciéndose eco de una demanda social sobre el impacto de las instalaciones nucleares en la salud de las personas, el Pleno del Congreso de los Diputados, en su sesión de 9 de diciembre de 2005, aprobó una Proposición No de Ley (PNL) por la que instaba al Gobierno a realizar el estudio, considerando, entre otros, los siguientes aspectos: El alcance del estudio debía incluir todas las instalaciones nucleares y sus entornos próximos, analizando los posibles efectos en la salud de la población El CSN debía colaborar, aportando la información necesaria para valorar la exposición a radiaciones de la población, tanto de origen artificial (instalaciones) como de origen natural Se debía garantizar la independencia en la investigación y la máxima transparencia en el desarrollo de las actividades. A tal efecto se planteó la creación de un Comité Consultivo, con la participación de las instituciones afectadas, expertos independientes, entidades ecologistas y otras partes interesadas, para realizar el seguimiento de la ejecución del estudio y el análisis de resultados. Con objeto de realizar el estudio, el Instituto de Salud Carlos III y el Consejo de Seguridad Nuclear suscribieron un Convenio de Colaboración en abril de A partir de esta fecha se puso en marcha el estudio, cuya ejecución se ha extendido hasta finales de El Comité Consultivo se constituyó en septiembre de 2006 con un amplio abanico de organizaciones: autoridades sanitarias de todas las comunidades Autónomas afectadas por el alcance territorial del estudio, organizaciones sindicales, autoridades municipales, compañías propietarias de las instalaciones, organizaciones de defensa de la preservación del medio ambiente y seis expertos independientes (epidemiología, radiobiología y protección radiológica), junto con los representantes del Instituto de Salud Carlos III y del CSN. El Comité se ha reunido en seis ocasiones para tratar los aspectos metodológicos, los resultados de las estimaciones de dosis y los datos y resultados de los análisis de mortalidad, así como los aspectos relacionados con la comunicación y divulgación del estudio. Características básicas del estudio Alcance El estudio incluye todas las centrales nucleares y el resto de instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo de combustible nuclear del país, con independencia de que estén en operación, en fase de parada definitiva o en desmantelamiento y clausura. El área de estudio incluye todos los municipios situados en un radio de 30 km alrededor de las instalaciones, cuya situación se compara con los municipios de una zona de control, con características socio demográficas similares pero no afectados por la operación de las instalaciones. Adicionalmente, se ha estudiado la mortalidad por cáncer en los municipios situados en dos áreas geográficas caracterizadas por diferente índice de exposición a radiaciones de origen natural y no afectadas por la influencia de ninguna instalación nuclear o radiactiva del ciclo de combustible. En concreto se seleccionaron los municipios en dos áreas circulares de 30 km de radio, una en la comunidad autónoma de Galicia, con altos índices de exposición a radiación natural, y otra en la comunidad autónoma de Valencia, sometida a baja exposición a radiación natural. En total se han estudiado más de municipios, de los cuales cerca de 500 si sitúan en las áreas de influencia de las instalaciones. El resto corresponde a municipios de las zonas de control y de las dos áreas geográficas con alto y bajo índice de exposición a radiación natural. 3

4 Metodología La metodología del estudio es la definida por el ISC-III, de acuerdo con las prácticas actuales consideradas estado del arte en la materia. Se trata de un estudio ecológico de cohortes retrospectivas, en el que se contrasta la mortalidad por diferentes tipos de cáncer y leucemia de los residentes en todos los municipios situados en el entorno de las instalaciones españolas (30km) con la encontrada en los municipios utilizados como referencia (50 a 100 km). El periodo de estudio incluye los años El estudio es de tipo ecológico debido a que la variable central de análisis, la exposición a la radiación, es evaluada mediante un indicador, la dosis efectiva, estimado para cada grupo de población formado por los residentes de cada municipio, y se asigna a los individuos de dicho grupo ( no se realiza un estudio individualizado de dosis en cada persona). El indicador de exposición utilizado es la dosis efectiva debido a que este parámetro aporta claros beneficios, especialmente significativos en un estudio de amplio alcance y espectro, como el presente. Se han tenido en cuenta las limitaciones propias del uso de la dosis efectiva como indicador de exposición en estudios epidemiológicos. Esta aproximación ha sido avalada explícitamente por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) ante una consulta planteada por el CSN. La reconstrucción histórica de la exposición de la población de cada municipio, se ha realizado mediante una metodología reconocida a nivel internacional, basada en la estimación de la dosis a la población debida a los efluentes líquidos y gaseosos de las instalaciones. Se han utilizado modelos teóricos de estimación, con parámetros ajustados a las características específicas de cada área geográfica en la que se sitúa cada instalación y representativos de un individuo medio. Por lo que se refiere a la exposición a la radiación natural, se ha estimado la dosis anual que recibe un habitante tipo en cada uno de los municipios: los sometidos a estudio, los de las áreas de control y los de las dos áreas geográficas de Galicia y Valencia fuera del ámbito de influencia de las instalaciones. Otras características importantes del estudio: Para todos los cánceres estudiados, con la excepción de las leucemias, se ha considerado un período (inducción) de diez años como el mínimo necesario que tiene que transcurrir desde que un individuo recibe una exposición a radiaciones hasta que desarrolla la enfermedad. Ese periodo se ha considerado de un año para leucemias. Se han considerado las variables que pueden actuar como factores de confusión, es decir que pueden alterar los resultados del estudio. Entre ellas, la exposición a radiaciones ionizantes de origen natural y diversos factores socio-demográficos. No se han tenido en cuenta otras exposiciones a las radiaciones ionizantes de origen artificial, como las de tipo laboral o las de tratamiento y diagnóstico médico. Se ha analizado la mortalidad por cáncer para el conjunto de todas las centrales nucleares y para el conjunto del resto de las instalaciones nucleares y radiactivas del ciclo, y se ha analizado individualmente cada una de las instalaciones. Por otro lado, se ha analizado la mortalidad por cáncer en relación con las exposiciones a radiaciones de origen natural, tanto en las áreas de influencia de las instalaciones como en las dos zonas seleccionadas fuera de las mismas. Considerando la población de los municipios y el periodo de estudio, en la zona del entorno de las centrales nucleares se han contabilizado más de 7,5 millones de personas-año para leucemias y más de 5 millones de personas-año para el resto de tumores. En el entorno de las instalaciones del ciclo, el estudio ha contabilizado 8,5 millones de personas-año y 6,4 millones de personas-año para leucemias y resto de cánceres, respectivamente. Resultados Instalaciones / radiación artificial Las dosis acumuladas estimadas que recibiría la población por el funcionamiento de las instalaciones son muy bajas, siendo el valor máximo 350 microsievert (el límite de dosis establecido para miembros del público en la reglamentación española es de microsievert en un año). 4

5 Tanto en el análisis conjunto de las zonas de influencia de las centrales nucleares, como en el correspondiente a las instalaciones del ciclo, no se observan resultados consistentes que muestren un patrón de incremento de la mortalidad por cáncer asociado con la dosis. Por otro lado, en el estudio individualizado de cada instalación, tampoco se observan resultados que indiquen incrementos de dicha mortalidad, con algunas observaciones puntuales que no han podido ser atribuidas al efecto de las dosis generadas por su funcionamiento debido a que: En general, se trata de hallazgos aislados que no se repiten en el resto de instalaciones, por lo que no son consistentes. Las dosis estimadas en el entorno debidas al funcionamiento de cada instalación son muy bajas y similares a las de otras instalaciones en las que no se observan los mismos efectos. Algunas instalaciones del ciclo presentan situaciones de exposición que tienen características comunes con las que se producen en determinadas localizaciones debido a la radiación natural (isótopos, vías de transferencia, incorporación al organismo), siendo la magnitud de exposición a radiación natural varios órdenes de magnitud superior, no observándose ningún efecto asociado con ella en los análisis realizados. Estos resultados puntuales podrían atribuirse a otras formas de exposición ambiental, debidas a diferencias en los hábitos de vida, a la presencia de otras industrias y actividades, o al propio azar, que, teniendo en cuenta el gran número de comparaciones efectuadas, podría explicar por sí mismo un cierto número de asociaciones positivas (lo que podría explicar también algunas asociaciones estadísticas negativas, es decir, con disminución de la mortalidad al aumentar la dosis de radiación que se han encontrado de forma puntual). Radiación natural Los estudios de mortalidad por cáncer realizados, tanto en las zonas de las instalaciones como en las dos zonas no afectadas por las mismas situadas en dos áreas geográficas con diferente nivel de exposición a radiación natural, no han detectado aumentos de mortalidad estadísticamente significativos al aumentar las dosis recibidas Conclusiones Las dosis estimadas acumuladas que habría recibido la población de las áreas de estudio como consecuencia del funcionamiento de las instalaciones son muy reducidas, y están muy por debajo de las que con los conocimientos científicos actuales podrían relacionarse con efectos en la salud de las personas No se han detectado resultados consistentes que muestren un efecto de incremento de la mortalidad por diferentes tipos de cáncer asociados a la exposición de las personas a las radiaciones ionizantes debidas al funcionamiento de las instalaciones. Se han encontrado algunas asociaciones dosis respuesta puntuales que no han podido ser atribuidas a la exposición derivada del funcionamiento de las instalaciones. Tampoco se han detectado excesos de mortalidad por cáncer estadísticamente significativos debidos a la radiación natural 5

6 INFLUENCIA DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES E INSTALACIONES RADIACTIVAS DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR SOBRE LA MORTALIDAD POR CÁNCER EN LAS PERSONAS QUE HABITAN EN SU ENTORNO EN ESPAÑA 1. INTRODUCCIÓN Y OBJETIVOS El Pleno del Congreso de los Diputados, en su sesión de nueve de diciembre de 2005, aprobó una proposición no de ley en la que instaba al Gobierno a realizar un nuevo estudio epidemiológico en las zonas de donde existen las instalaciones nucleares, que, entre otros aspectos, debía incluir la historia de exposición a radiación de origen artificial y natural en el entorno de las instalaciones, información que proporcionaría el CSN. Para el desarrollo de este estudio se debían establecer mecanismos de información que garantizaran la independencia de la investigación y la transparencia en el desarrollo de las actividades, y la constitución de un Comité Consultivo para el seguimiento y discusión de los resultados una vez finalizado el estudio. En España se han realizado algunos estudios sobre la salud de las poblaciones residentes en el entorno de las instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear. Una de las limitaciones de dichos estudios, compartida por muchos de los trabajos realizados en otros países, radica en el uso de la distancia del municipio de residencia a la instalación como medida de exposición. Esta forma de clasificar a los individuos asume una equivalencia entre dosis de radiación artificial y distancia que conlleva un sesgo de mala clasificación, reduciendo la capacidad de los trabajos para detectar un posible riesgo asociado a las exposiciones derivadas de las instalaciones estudiadas. Este estudio epidemiológico incluye como aportación original el análisis de la mortalidad por cáncer en relación con una cuantificación de la exposición de la población a las radiaciones ionizantes como consecuencia del funcionamiento de las instalaciones y de las radiaciones de origen natural, lo que le da un valor añadido respecto de la mayoría de los estudios de este tipo que se han realizado en el resto del mundo. Son muy pocos los ejemplos de estudios epidemiológicos en los que se ha reconstruido el historial de exposición de la población, siendo en la mayoría de los casos estudios de alcance muy limitado en extensión y en efectos investigados. Para valorar la posible influencia sobre la salud de la población residente en el entorno de las instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear españolas, es preciso estimar la exposición a radiaciones derivada del funcionamiento de las instalaciones. La historia de exposición de las poblaciones se puede reconstruir empleando información derivada del control de los efluentes radiactivos y de la vigilancia radiológica ambiental en las áreas próximas a las instalaciones. Una fuente de exposición adicional a tener en cuenta es la radiactividad de origen natural. La exposición a radiaciones ionizantes (RI) derivadas de este origen supone la principal fuente de exposición en la población general y podría tener influencia en la mortalidad o modificar el posible efecto de la exposición derivada de los efluentes de las instalaciones, hecho que ha de ser considerado en el diseño y análisis de este tipo de estudios epidemiológicos. El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) es el organismo que coordina el sistema de redes de vigilancia radiológica ambiental que existe en España. Los datos radiológicos de todas estas redes se almacenan en bases de datos de vigilancia radiológica ambiental. De este modo, se dispone de un banco actualizado de datos medioambientales capaz de suministrar en cualquier momento niveles de referencia. Estas medidas, que constituyen la mejor herramienta para poder aproximarse a los valores reales de exposición radiológica, son generalmente inferiores a los niveles de detección. Por ello, la elaboración de los estimadores de la exposición de la población a las emisiones de efluentes radiactivos de las instalaciones, punto crítico que determina la viabilidad del estudio que aquí se plantea, es realizada por el CSN mediante complejos cálculos que consideran: tipos de emisión, 6

7 difusión de contaminantes, etc. Dicha estimación, que se realiza a partir de los vertidos de las instalaciones, sirve para clasificar a los municipios según su historia dosimétrica. El Instituto de Salud Carlos III y el Consejo de Seguridad Nuclear suscribieron un Convenio de Colaboración en abril de 2006 con objeto de realizar el estudio solicitado por el Congreso de los Diputados, de acuerdo con los siguientes objetivos generales: Estudiar la mortalidad por cáncer en los municipios situados en la proximidad de las instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear españolas en función de la historia de exposición a las emisiones derivadas del funcionamiento de las instalaciones, comparando con otros municipios españoles, de similares características socio demográficas, no situados en el entorno de las instalaciones nucleares. Así mismo, se contrastará la mortalidad por las mismas causas entre municipios en dos zonas seleccionadas según sus características de exposición a la radiación natural y no sometidas a la influencia de la operación de instalaciones nucleares o radiactivas del ciclo. El estudio se ha realizado en las necesarias condiciones de rigor científico y de transparencia, destacando en este sentido la constitución de un Comité Consultivo, que ha realizado un seguimiento detallado e independiente del estudio, en particular en lo relativo a la metodología aplicada, el análisis de resultados y los aspectos de comunicación y divulgación del mismo. La composición del Comité Consultivo ha incluido un amplio espectro de representantes de organizaciones interesadas en el estudio: autoridades sanitarias de las Comunidades Autónomas afectadas teniendo en cuenta el alcance territorial del estudio, organizaciones sindicales, autoridades municipales, compañías propietarias de las instalaciones (sector eléctrico, Enresa y Enusa), organizaciones de defensa de la preservación del medio ambiente y expertos independientes, junto con los representantes del Instituto de Salud Carlos III y del CSN. 2. MATERIAL Y MÉTODOS 2.1 Diseño del estudio epidemiológico El estudio planteado es un estudio ecológico de cohortes retrospectivas, en el que se contrasta la mortalidad por diferentes tipos de cáncer de los residentes en todos los municipios situados en el entorno de las instalaciones españolas (30 km) con la encontrada en otros municipios utilizados como control El periodo de estudio incluye los años El estudio es: 1) ecológico, por tener como variable central de análisis la exposición a radiación estimada para grupos de población como son los residentes en los municipios y 2) de cohortes retrospectivas por reconstruirse la historia de exposición de las poblaciones en función de su año de nacimiento y del seguimiento de la mortalidad de estas poblaciones hasta el año de finalización del estudio. Por tanto, la base del estudio son las poblaciones de los municipios de un entorno de 30 Km alrededor de las instalaciones nucleares e instalaciones radiactivas del ciclo del combustible nuclear españolas, independientemente de que se encuentren en funcionamiento o desmantelamiento (Tabla 1). Como referencia o control se han seleccionado otros municipios del mismo ámbito geográfico, de similares características socio demográficas, suficientemente alejados de las instalaciones (50 a 100 km). Se consideran, así mismo, las poblaciones de los municipios situados en dos zonas seleccionadas, de alta y baja radiación natural, no sometidas a la influencia de la operación de las instalaciones. Selección de los municipios del entorno de las instalaciones nucleares y municipios control En la tabla 1 se presentan las instalaciones incluidas en el alcance de este trabajo. 7

8 Tabla 1. Centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible estudiadas Instalación Comienzo Localización Centrales nucleares José Cabrera 1968 Guadalajara Santa Mª de Garoña 1971 Burgos Vandellós I 1972 Tarragona Almaraz, Unidad I 1981 Cáceres Almaraz, Unidad II 1982 Cáceres Ascó, Unidad I 1983 Tarragona Cofrentes 1984 Valencia Ascó, Unidad II 1985 Tarragona Vandellós II 1987 Tarragona Trillo, Unidad I 1988 Guadalajara Instalaciones del ciclo del combustible Fábrica de concentrados de uranio de Andújar 1959 Andújar (Jaén) Instalación de almacenamiento de residuos de media/ baja actividad de Sierra Albarrana (El Cabril) 1993 Hornachuelos (Córdoba) Planta Lobo-G de tratamiento de minerales de uranio 1977 La Haba (Badajoz) Planta Elefante de fabricación de concentrados de uranio 1978 Saelices el Chico (Salamanca) Fábrica de combustibles de óxido de uranio de Juzbado 1985 Juzbado (Salamanca) Planta Quercus de fabricación de concentrados de uranio 1993 Saelices el Chico (Salamanca) El estudio se centra en los municipios incluidos en el radio de 30 km. alrededor de cada instalación. Para cada municipio comprendido en el radio de 0-30 km se ha seleccionado de forma aleatoria un municipio de control entre todos los situados a km de la instalación que cumpliera al menos 5 de las 6 condiciones de equiparamiento impuestas, basadas en: número de habitantes, porcentaje de parados, porcentaje de analfabetos, porcentaje de población ocupada o parada que había trabajado antes en la agricultura, nivel de renta y provincia. Selección de municipios de dos áreas con diferente exposición a radiación natural Considerando la cartografía generada en el proyecto MARNA (mapa de radiación natural) se han seleccionado dos áreas de 30 km de radio, una situada en el sur de Galicia y otra entre las provincias de Valencia y Alicante. La primera de ellas corresponde a una zona de alta radiación natural por la composición granítica de su suelo y la segunda es una zona de muy baja radiación natural. Causas a estudiar En la actualidad la mortalidad, por la universalidad de su registro, es el único indicador que permite monitorizar la situación de salud y estudiar la posible influencia sobre la salud a largo plazo de residir en el entorno de las instalaciones españolas en su conjunto. Aunque en España se han establecido registros de incidencia de cáncer en algunas provincias, no existe un registro que abarque todo el Estado y la cobertura de los actuales no es suficiente para la inclusión del estudio de la incidencia de cáncer en este proyecto. Para cada municipio del entorno de las instalaciones incluido en el estudio se contabiliza el número de defunciones causadas por distintos tipos de cáncer, por grupo de edad, sexo y año para el periodo Para los municipios de las zonas estudiadas en relación con la radiación natural, el periodo de estudio son los años (últimos diez años del estudio). Los tumores seleccionados para su estudio son los siguientes (considerando periodos de inducción de 1 año para las leucemias y de 10 años para el resto): 8

9 Tab la 2. Tipos de cáncer seleccionad os en el estudio CIE-9 Localización CIE-9 Localización 151 Estómago 189 Riñón , Colorrectal 191 Encéfalo 162 Pulmón 192 Otros tumores del SNC 170 Huesos 193 Tiroides 171 Tejido conjuntivo 200, 202 Linfomas no Hodgkin 174 Mama (mujer) 201 Linfomas de Hodgkin 183 Ovario 203 Mieloma 186 Testículo Leucemias 188 Vejiga CIE-9: Clasificación Internacional de Enfermedades, 9ª revisión Se han incluido todos los cánceres con independencia de su radioinducibilidad. 2.2 Estimación de la exposición a las radiaciones ionizantes en el entorno de las instalaciones objeto del estudio Selección de un indicador de exposición para cada municipio incluido en el alcance del estudio La vigilancia para la protección del público en el entorno de las instalaciones nucleares o radiactivas del ciclo del combustible se lleva a cabo valorando la estimación de las dosis que podrían recibir los individuos del entorno debido a los efluentes radiactivos vertidos por las instalaciones. El presente estudio epidemiológico se planteó como un estudio ecológico, seleccionándose como indicador de exposición la dosis efectiva 1 tanto para las emisiones de efluentes de las instalaciones como para la exposición a la radiación natural. Se ha realizado una estimación retrospectiva de las dosis acumuladas a la población de cada municipio del entorno debidas a los efluentes vertidos por las instalaciones desde el inicio de su funcionamiento. Adicionalmente, se han estimado las dosis debidas a la radiación natural en esos mismos municipios y en los adoptados como referencia; ésta supone aproximadamente el 87% de la exposición anual total cuando se obtienen valores medios para toda la población mundial, presentando una gran variabilidad territorial. La magnitud dosis efectiva aporta beneficios en la realización del estudio en términos de simplicidad, representatividad y especificidad. Además, para su estimación se utiliza una metodología contrastada y prácticamente estandarizada a nivel internacional. Estos beneficios son especialmente significativos en un estudio de amplio espectro como el presente, en el que se pretende identificar en primera instancia posibles asociaciones aparentes entre exposición y mortalidad por cáncer. Esas potenciales asociaciones deberían ser objeto, en su caso, de estudios más detallados, previa estimación de las dosis absorbidas. También hay que tener en cuenta que la magnitud dosis efectiva tiene algunas limitaciones para su uso en estudios epidemiológicos, ya que presenta una información promediada de la exposición no apta para evaluaciones cuantitativas detalladas de riesgo. Además, no proporciona información sobre la exposición de individuos específicos sino para una persona estándar de referencia en una situación de exposición a la radiación, por ello no proporciona información sobre el riesgo de cada individuo concreto sino de todos en general. 1 Se ha elaborado un glosario de términos, que puede consultarse en el informe principal 9

10 La Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP) en sus recomendaciones de 2007 (publicación ICRP 103) indica que no es apropiado utilizar la dosis efectiva en estudios epidemiológicos, en los que deben utilizarse las dosis absorbidas en órganos y tejidos individuales. El CSN planteó una consulta a la ICRP sobre la utilización de la dosis efectiva como indicador de exposición en un estudio como el presente. La ICRP respondió que sería aceptable si las incertidumbres y limitaciones del uso de una magnitud de protección como la dosis efectiva se expusieran muy claramente y no se obtuviesen conclusiones de gran alcance sobre riesgos individuales derivadas de tal estudio. La ICRP indicó que para encontrar correlaciones aparentes que puedan ser estudiadas con mayor detalle con otra metodología, los estudios basados en las dosis efectivas pueden ser útiles. Teniendo en cuenta todo lo indicado, se decidió utilizar la magnitud de dosis efectiva en el contexto concreto del estudio epidemiológico actual y con los objetivos y las limitaciones mencionados. En el análisis para decidir el indicador de exposición a utilizar en el presente estudio participaron los agentes interesados a través del Comité Consultivo establecido para realizar el seguimiento del estudio. Estimación de las dosis de radiación artificial a los miembros del público en el entorno de las centrales nucleares y de las instalaciones del ciclo y las debidas a la radiación natural Dado que los niveles de radiactividad que se obtienen en los programas de vigilancia ambiental son muy bajos, en general, inferiores a los niveles de detección, los organismos responsables de la protección radiológica del público y del medio ambiente, como el CSN, recurren a metodologías de estimación cuya finalidad es proporcionar una serie de valores que, bajo ciertas hipótesis, puedan considerarse representativos de la magnitud del impacto al público en términos de dosis. Ello no significa que los resultados así obtenidos representen en realidad la dosis verdadera que los individuos reciben, sino que constituyen un valor aproximativo de la misma orientado hacia un objetivo, de tipo regulador en la mayoría de los casos. Los modelos utilizados por el CSN en el estudio se ajustan a las prácticas internacionales del cálculo de dosis sobre la población recogidas por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA, IAEA) en su Safety Report Series Nº 19 (SRS-19) (IAEA, 2001). El modelo de dispersión atmosférica utilizado es de tipo gaussiano con difusión despreciable, reflexión total en el suelo y condiciones constantes de turbulencia en cada período de integración. El modelo de dispersión acuática presupone mezcla completa instantánea aguas abajo del punto de descarga, salvo en emplazamientos a la orilla del mar, donde la dilución de los radionucleidos tiene lugar en una banda de 370 m de anchura a lo largo de la costa. Establecidas las concentraciones de los radionucleidos en el entorno físico de las instalaciones (aire, agua, suelo), deben reproducirse los procesos de llegada de dichos radionucleidos hasta los individuos de la población mediante su impacto directo y a través de la cadena trófica. Estos mecanismos constituyen las llamadas vías de exposición cuyas propiedades serán características de cada emplazamiento: Para los efluentes emitidos a la atmósfera (efluentes gaseosos), se han considerado la exposición externa (tanto a la nube como a los depósitos acumulados en el suelo), y la incorporación al organismo a través de la inhalación y la ingestión de alimentos contaminados, tanto vegetales (hoja ancha y patatas, cereales y otros) como animales (carne y leche). En cuanto a los efluentes emitidos al medio acuático (efluentes líquidos), se han considerado la exposición externa a los sedimentos sobre las orillas, la ingestión de agua potable y la de pescado (especies de río o de mar, según se trate) y marisco, y otros alimentos contaminados de origen vegetal o animal, al igual que en el caso anterior. En cuanto a las dosis por radiación natural, los cálculos han seguido la metodología del informe UNSCEAR Las vías de exposición consideradas han sido las siguientes: Radiación cósmica. Radiación gamma terrestre. 10

11 Inhalación de radón y torón. Exposición interna al resto de isótopos naturales por ingestión de agua y alimentos. Las estimaciones se han expresado como valores medios de la dosis efectiva recibida por los habitantes de cada municipio y se han obtenido utilizando la mejor información disponible para cada uno de los parámetros implicados en el cálculo (cálculos best estimate) en lugar de recurrir a valores conservadores (que tienden a sobreestimar la exposición). Los datos experimentales que intervienen en el cálculo proceden de distintos proyectos del CSN y, en algunos casos, de estudios independientes publicados por distintos grupos de investigación. Asimismo, se han realizado nuevas campañas de medida diseñadas específicamente para cubrir la información necesaria para el estudio epidemiológico. En caso de variables cuya contribución es minoritaria y para las que no existen datos locales disponibles (como por ejemplo sobre exposición a torón o radiactividad en alimentos), se han utilizado promedios nacionales o mundiales, o parametrizaciones proporcionadas por el UNSCEAR. Criterios para el establecimiento de puntos de corte A pesar de que las dosis acumuladas por radiación de origen artificial son extremadamente bajas, sí existe cierta variabilidad, y con el fin de no imponer ninguna asunción a la forma de la relación exposición-mortalidad, se consideró oportuno trabajar con la variable categorizada. Es decir, se definen primero los intervalos de exposición mediante la utilización de puntos de corte de la dosis estimada, y se consideran de manera conjunta aquellos grupos de población con dosis estimadas de exposición incluidas en el mismo intervalo. La forma de categorización utilizada trata de optimizar la detección de asociaciones estadísticas de las dosis con la mortalidad disminuyendo las posibilidades de mala clasificación derivadas del establecimiento de puntos de corte en zonas continuas de la distribución de la dosis efectiva. Para ello, se ha tratado de identificar los saltos o puntos de corte naturales en la distribución de dosis evitando clasificar en categorías diferentes a estratos con dosis similares. El objetivo fue conseguir categorías heterogéneas entre sí (que las diferencias entre las dosis de distintas categorías sean mayores que las observadas dentro de una misma categoría) imponiendo restricciones que garanticen la estabilidad de los estimadores mediante una distribución de los efectivos poblacionales lo más homogénea posible. Como resultado de todo ello, se han establecido diferentes intervalos de dosis para los análisis conjuntos de centrales nucleares por un lado e instalaciones radiactivas del ciclo por otro, así como para los análisis individuales de cada instalación, dichos intervalos se muestran en las tablas 5 y 6 del apartado de resultados Análisis de la mortalidad Para todos los municipios incluidos en el estudio, se tabulan las defunciones por las causas estudiadas para cada periodo de estudio, grupo de edad y sexo, a partir de los registros individuales proporcionados por el INE. Se han utilizado distintos métodos para estimar el riesgo de morir por cáncer en las áreas de estudio. Todos los métodos utilizados se basan en la asunción de que el número de defunciones por cáncer en cada estrato de edad y periodo se distribuye como una variable estadística de Poisson. La variable central del estudio es la dosis de radiación. Como medida de efecto se utilizan los riesgos relativos de mortalidad, bien sea estimados mediante razones de tasas de mortalidad (la tasa de mortalidad es el número de defunciones dividido por las personas-año en seguimiento) entre grupos de población expuestos y no expuestos o bien mediante razones de RME (Razones de Mortalidad Estandarizadas, es decir, la comparación de los casos observados con los esperados si los municipios tuviesen la misma mortalidad que la población general). Se han evaluado especialmente los resultados que muestran de incrementos estadísticamente significativos del riesgo relativo de mortalidad por los diferentes cánceres con la mayor exposición a radiación. Esto es lo que se conoce como análisis dosis-respuesta en epidemiología. Para la determinación de asociaciones dosis-respuesta se calculan 1) los riesgos relativos para cada nivel de 11

12 exposición y 2) los riesgos relativos considerando la exposición como variable continúa. Para determinar si esta asociación dosis-respuesta es estadísticamente significativa, además de comprobar que el riesgo relativo incrementa con la exposición, se aplica una prueba de tendencia de la que se extrae un valor de probabilidad (valor-p). Se considera que este valor p es significativo cuando es menor de 0,05. En el análisis con la variable de exposición como continúa se aporta una razón de tasas de mortalidad RR (por unidad de la variable) y un intervalo de confianza al 95%. Si ese intervalo de confianza no incluye la unidad decimos que es estadísticamente significativa. En general, encontrar este efecto en ambos análisis le proporciona mayor consistencia al resultado y es importante observar la forma que adopta el incremento del riesgo con la dosis con la variable categorizada. Las dosis efectivas estimadas (tabla 3) para la población de los municipios representan la dosis media anual que habría recibido una persona tipo, para cada municipio de estudio. Esta estimación se proporciona año a año. Se ha calculado la dosis de radiación acumulada por cohorte de nacimiento (generación) y ello permite hacer su análisis como dosis promedio acumulada. La distribución de la mortalidad por cáncer en España es de una gran heterogeneidad según han mostrado los estudios previos. Muchos de los tipos de cáncer incluidos en este proyecto muestran marcadas desigualdades geográficas, y la simple comparación de la mortalidad entre dos provincias puede proporcionar razones de tasas superiores a 2. Por ejemplo, si comparamos la tasa ajustada (por edad) de mortalidad por cáncer de pulmón en 2004 en Cáceres con la de Guadalajara obtenemos una razón de tasas de 1,91. Las causas de esta heterogeneidad geográfica, en la mayor parte de los casos, son desconocidas. Las condiciones de comparación cambian cuando se utiliza un ajuste local como el propuesto. Municipios de un área específica se comparan con municipios equiparados en términos de población y entorno de su misma área. Esta perspectiva permite un mayor control de la heterogeneidad geográfica como factor de confusión en estos modelos, comparando áreas más homogéneas. En este proyecto, la variable de exposición en términos físicos es la misma, independientemente de la población que se estudie. Sin embargo, cada instalación tiene una historia muy específica y singular, que hace necesario su análisis por separado. El análisis conjunto de las instalaciones de un mismo tipo (centrales nucleares por un lado e instalaciones del ciclo por otro) es también posible y permite determinar si existe heterogeneidad en el efecto observado en las distintas instalaciones. En el análisis conjunto, la variable instalación se tiene en cuenta incluyéndola en los modelos como término de efectos aleatorios. La heterogeneidad entre instalaciones se ha valorado por la significación estadística de la interacción entre dosis de radiación artificial acumulada e instalación, en un modelo de efectos fijos. 12

13 Tabla 3. Rango de dosis de radiación artificial acumulada y natural anual en los municipios del entorno de cada una de ellas Ce ntrales nucleares 0-30 km Nº municipios Radiación artificial acumulada Rango dosis microsievert Radiación natural anual Rango dosis microsievert José Cabrer a 60 0, , Santa Mª de Garona 68 6, , Vandellós (I y II) 46 0, , Almaraz 33 0, , Ascó (I y II) 65 0, , Cofrentes 19 0, , Trillo 62 0, , TOTAL 328* 0, , Instalaciones del ciclo del combustible Andújar 22 2, , El Cabril 9 0, , La Haba 26 8, , Saelices El Chico 44 19, , Juzbado 76 0, , TOTAL 177 0, , Nota: Vandellós y Ascó comparten 25 municipios a menos de 30 km de ambas. Por ello el total de municipios incluidos (328) no corresponde a la suma de municipios en el entorno de las centrales nucleares (353). En tablas posteriores el número total de municipios no concuerda con los mostrados en esta tabla debido a que se han tenido en cuenta las segregaciones producidas en el período de estudio que ha obligado a sumar los efectivos para poder proceder a su análisis. 3. RESULTADOS Comentarios generales sobre los efectivos del estudio, características socio demográficas y categorías de dosis de radiación En la tabla 4 se muestran las características generales de los efectivos incluidos en el estudio para cada instalación incluyendo: poblaciones según el censo de 1991, personas año contabilizadas para el período de funcionamiento de cada instalación (considerando periodos de inducción de 1 y 10 años), promedio de las características socio demográficas y promedio de habitantes por municipio en los años 1991 y

14 Tabla 4. Características generales de la población estudiada en áreas adyacentes a las instalaciones Población 1 Menores Persona de 25 s/a ño años 1 (en miles) 2 Personas/ año (en miles) 3 % Analfa- betos % Parad os % Agricul- tores Rent a Media població n 1991 Media población 2001 Centr ales nucleares (*) Zorita (1968) 0-30 km ,1 684,0 5,6 10,4 22, 7 6, 2 461,0 481, km ,7 825,8 4,5 10,9 18, 8 6, 5 564,4 819,7 Garoña (1971) 0-30 km ,8 1549,8 1,3 13,4 12, 7 6,7 992,3 974, km ,3 1159,8 1,1 14,7 23,4 7, 0 725,7 702,6 Va ndellós (1972) 0-30 km ,7 1901,3 3, 1 13,5 16, 8 6,2 2628,4 3177, km ,4 2046,5 2, 6 12,9 11, 3 6,6 1606,4 1788, 7 Almaraz (1981) 0-30 km ,4 624,5 5, 4 30,3 32, 7 5, ,7 1527, km ,3 597,3 5,2 27,5 31,0 5,8 1584,3 1571, 8 As có (1983) 0-30 km ,4 468,0 1,9 10,7 27, 1 6, 5 876,7 817, km ,6 719,3 2,1 9,7 23,5 6,6 1162,2 1455, 1 Cofrentes (1984) 0-30 km ,8 161,2 4,0 17,8 16, 8 6,8 1888,5 980, km ,9 701,0 4,0 19,0 10, 6 6,1 4498,4 5061, 9 Trillo (1988) 0-30 km ,6 61,8 3,2 11,2 25,5 5,4 232,6 214, km ,3 59,9 2,4 11,4 26, 2 5,7 231,7 212,2 Tot al 0-30 km ,8 5450, km ,5 6109,6 Instal aciones del ciclo Andújar(1959) 0-30 km , ,4 22,4 30,7 5,1 6003,0 6038, km , ,8 21,6 31,8 5, ,1 7410, 5 El Cabril (1961)(1993)** 0-30 km ,9 9,7 34,8 25,2 5,1 4309,0 4291, km ,1 10, 2 35,6 39, 0 4, ,6 5637, 1 La Haba(197 7) 0-30 km , ,2 27,5 26,5 5,5 4458,2 4426, km , ,0 26,5 21,0 5,6 6051,6 6146, 5 Saelices El Chico (Pl.Elefante 1978) 0-30 km , ,7 18,7 24,2 5,8 733,6 641, km , ,1 19,9 19,8 5,7 833,7 718,3 Juzbado(1985) 0-30 km , ,8 16,2 26,9 5,6 429,2 614, km , ,2 16,6 30,1 5,8 476,8 415,1 Total 0-30 km , km , * Año de entrada en servicio 1 Censo de

15 2 Personas-año considerando un periodo de inducción de 1 año. 3 Personas-año considerando un periodo de inducción de 10 años. La renta es un indicador sintético que va de 1 a 10. **En El Cabril se comenzaron a almacenar, a partir de 1961, residuos radiactivos producidos por la entonces Junta de Energía Nuclear (JEN). En el año 1993 comenzaron a funcionar las instalaciones que configuran el Centro actual y desde esa fecha, son los datos dosimétricos proporcionados. Centrales: el estudio cubre 328 municipios en 0-30km y 303 en km Instalaciones del ciclo: 177 municipios en 0-30km y 174 en km El estudio contabiliza un total de 5 millones de personas-año en el área de exposición y otro tanto en la zona de referencia para una inducción de 10 años en el entorno de las centrales nucleares. En el entorno de las instalaciones del ciclo se contabilizan 6,4 millones y 7,9 millones de personas-año en las áreas de exposición y referencia respectivamente. Los indicadores socio demográficos son similares en ambas zonas de estudio para cada una de las instalaciones. Para la instalación de El Cabril se ha considerado 1993 como año de puesta en marcha, debido a los datos dosimétricos proporcionados. En el caso de las centrales nucleares se han incluido en el estudio 328 municipios en situados en el radio 0-30 km y 303 municipios situados en el radio km. Para las instalaciones del ciclo se han incluidos 177 municipios en el radio 0-30km y 174 en el radio km. En las tablas 5 y 6 se muestran las categorías de dosis de radiación artificial utilizadas en el análisis para cada instalación junto con la proporción de población expuesta a más de 10 microsievert, para un a inducción d e 10 y 1 año respectivamente. Tabla 5. Categorización de las dosis de radiación artificial (latencia de 10 años). a) Rangos d e dosis acumuladas por categorías (microsievert) Refere ncia Instal aciones nuclear es d1 d2 d3 d4 %exp> 10microSv José 0 0,007-0, , , ,8829 2, , ,3 Cabrera 0,25086 Garoña 0 0, , , , ,551-45, , , ,7 Vandellós 0 0, , ,556 85, , , , ,7 0,25523 Almaraz 0 0, , , , , ,158 3,6 0, ,08249 Ascó 0 0, ,0215 0, ,0858 0, , ,9686-3, Cofrentes 0 0, , ,0741-0, ,1877-2, , ,07208 Trillo 0 0, ,0326-0, ,0605-0,2048 0,2309-3, ,03041 Conjunto de instalaciones 0 0, ,1800 0, ,5357 2, , , , ,9 Instalaciones del ciclo FUA 0 0, , , , , ,523 61,3 22, ,849 El Cabril 0 La Haba 0 0, ,312-14, , ,599 35, ,93 67,9 4,9101 Saelices el 0 0, ,037-4,8736 4,907-15, ,267-40,423 38,6 Chico 2,9779 Juzbado 0 >0 0, , , , , , ,00005 Conjunto de instalaciones 0 0-2, , , , , , , ,5 15

16 Tabla 6. Categorización de las dosis de radiación artificial (latencia de 1 año). Rangos de dosis acumuladas por categorías (microsiev ert) Instalación referencia d1 d2 d3 d4 % exp >10 microsv José Cabrera 0 0,001-0,14561 Garoña 0 0, ,5709 0, , , , 7096 Vandellós 0 0, , , ,99783 Almaraz 0 0, , , , , ,2833-2, , , , , , , , , , , , , ,184 Ascó 0 0, , , , , ,0993 0,8826 5,58364 Cofrentes 0 0, , Trillo 0 0, ,06201 Conjunto de centrales 0, ,11156 FUA 0 0, ,1672 0,0403-0, , , , , , ,857 0,1063-0, , , , , , ,3714 El Cabril 0 0, , , , , , ,7 78,9 56,9 4,3 0,1779-2, , ,119 43, , , ,213 0, ,00263 La Haba 0 0,0382-9, ,755-50,068-9, , , ,474 Saelices el Chico 0 0, ,1833 3,279-14,787 Juzbado 0 > , ,00004 Conjunto dei ciclo => 2, , , , ,296 0, , , , , ,923 0, , , , ,1 39,7 69,7 0 71,5 60,3 0 54,9 Los niveles de radiación artificial acumulada más elevados los presentan las poblaciones del entorno de las instalaciones de Garoña y José Cabrera, pero nunca llegan a los 350 microsievert; en cualquier caso, los niveles de exposición estimados son extremadamente bajos. Lo mismo sucede en el entorno de las instalaciones del ciclo, entre las que destacaría en términos de dosis estimadas la Fábrica de Uranio de Andújar, que tampoco alcanza los 350 microsievert de dosis acumulada en ningún municipio del entorno. 16

17 En la tabla 7 se muestran las dosis de radiación natural anual categorizadas por cuartiles para cada instalación. Tabla 7. Categorías de dosis anual de radiación natural por instalaciones en microsievert (cuartiles) C1 C2 C3 C4 José Cabrera Garoña Vandellós Almaraz Ascó Cofrentes Trillo FUA El Cabril La Haba Saelices el Chico Juzbado Comentarios sobre la magnitud de las dosis de radiación artificial y su distribución por centrales e instalaciones del ciclo El rango de las dosis anuales estimadas debidas a los efluentes de las centrales nucleares para la población de los 328 municipios próximos a las centrales nucleares es desde 0, microsievert/año hasta 73,4 microsievert/año con una media aritmética y desviación típica de 0,64 y 3,8 microsievert/año respectivamente. En el entorno de las del ciclo el rango es de 0 a 72,4 microsievert/año con una media aritmética y desviación típica de 1,39 y 3,52 microsievert/año respectivamente. Debido a las diferencias en el orden de magnitud entre las dosis de radiación natural y la producida por cada central, se ha llevado a cabo un análisis comparativo entre ambas. La conclusión del mismo es que, en ningún caso, la proporción de dosis efectiva anual debida a los efluentes supera el 0.15% de la dosis efectiva total (suma de la dosis debida a la radiación de origen natural y de la debida a los efluentes). Las dosis efectivas acumuladas por radiación artificial son extremadamente bajas, aunque en el entorno de algunas instalaciones son superiores a otras, no llegando a existir solapamiento entre ellas. La diferencia entre los municipios con menor y mayor dosis efectiva acumulada es de 5 órdenes de magnitud y la distribución de las mismas no resulta similar entre las distintas instalaciones. Esto es debido a las emisiones más elevadas de los primeros años de operación de las tres centrales más antiguas, Vandellós I, José Cabrera y Garoña. Por ello, las dosis acumuladas en los municipios de estas instalaciones se sitúen en la parte más alta del rango; los municipios en el entorno de las centrales de Almaraz, Asco y Trillo se ubican en la mitad del rango (de 0,01 a 10 microsievert), y las estimaciones para Cofrentes en la franja más baja. Es de destacar que las dosis estimadas para los municipios del entorno de Vandellós se deben a los vertidos de Vandellós I y Vandellós II, lo que explica que sea esta zona en la que el mayor número de municipios presenta valores de dosis situados en los extremos inferior y superior del rango. En cuanto a las instalaciones de ciclo, los municipios en torno a Juzbado presentan dosis menores y no solapadas con los del resto de instalaciones. La distribución espacial de la radiación artificial en el entorno de las instalaciones no es uniforme (isotrópica) y está muy condicionada por los accidentes geográficos y sobre todo por los ríos y la costa en el caso de Vandellós. 17

18 En el conjunto de las instalaciones del ciclo del combustible los entornos de las instalaciones de Andújar, La Haba y Saelices El Chico son las zonas donde las estimaciones de dosis de radiación derivadas de las emisiones de efluentes dan valores más elevados, aunque las dosis acumuladas estimadas no han sobrepasado los 350 microsievert, es decir, que han sido dosis irrelevantes. En el entorno de El Cabril y Juzbado apenas ha habido exposición. Resultados del análisis conjunto de las centrales nucleares Antes de analizar la posible relación de la mortalidad por cáncer con las dosis estimadas, se ha efectuado un análisis de la mortalidad antes y después de la puesta en funcionamiento de cada central nuclear en el área de 0-30 km (resultados no mostrados en este resumen). Las únicas diferencias estadísticamente significativas de un incremento diferencial de la razón de mortalidad estandarizada en el área de exposición y el área de referencia ( km) se producen para el cáncer de mama en mujeres en el entorno de Vandellós y para el cáncer colorrectal en el de Almaraz. Ambos son tumores que guardan una estrecha relación con el desarrollo socioeconómico, dieta y hábitos de vida. Al tratarse de un análisis descriptivo general que considera únicamente la fecha de puesta en marcha de las instalaciones, no se puede afirmar que tengan relación con el funcionamiento de las centrales nucleares citadas. En la tabla 8 se muestran los resultados del análisis conjunto para las centrales nucleares, relacionando la mortalidad por los diferentes cánceres y las dosis estimadas de radiación artificial acumulada. La tabla muestra el número de defunciones incluidas en cada categoría de exposición y las razones de tasas de mortalidad para cada categoría comparada con la de la zona de referencia, además de dos pruebas estadísticas de tendencia. En el análisis para ambos sexos de los tumores estudiados, no se observa ningún incremento de las razones de tasas de mortalidad con la dosis, tanto en el análisis de la dosis categorizada como en el de la dosis como variable continua, ya que todos los intervalos de confianza incluyen la unidad. Hay una excepción que es el cáncer de riñón. La prueba de tendencia es estadísticamente significativa, pero la forma en la que varía la razón de tasas de mortalidad (RR) con la categoría de dosis no es coherente. Lo que sí se observa es que en la categoría de mayor exposición, la RR es más elevada. Todas las estimaciones están ajustadas por edad, radiación natural categorizada en cuartiles y variables socio demográficas. Los resultados del análisis de mortalidad para cada instalación tampoco muestran incrementos de las razones de tasa de mortalidad con la dosis, con algunas observaciones particulares que se indican a continuación. En el área de José Cabrera no se detecta ninguna asociación con significación estadística, aunque en el caso del mieloma múltiple todas las RR están por encima de la unidad y en la 2ª y 3ª categoría hay un exceso de mortalidad estadísticamente significativo. Sin embargo, en la categoría de mayor exposición a radiación artificial hay una disminución del riesgo respecto a las dos anteriores, lo que resta credibilidad a la asociación. En el área de Garoña no se detecta ningún incremento del riesgo con la dosis estadísticamente significativo. Hay una excepción que es el cáncer de riñón cuando se analiza como variable continua. Sin embargo, en el análisis con la variable dosis categorizada, el patrón que muestran los estimadores por categorías no refleja un efecto de incremento con la dosis. En Vandellós, se observa un incremento de la mortalidad por cáncer de pulmón estadísticamente significativo asociado con la dosis. Las poblaciones encuadradas en la categoría de mayor exposición presentan una mortalidad superior a la del área de referencia; este resultado explica el resultado obtenido en el análisis conjunto de las centrales para el parámetro valor-p, indicador de la existencia de heterogeneidad entre los resultados de las distintas centrales para este cáncer. En el entorno de Ascó, se observa una mayor mortalidad por linfomas no hodgkinianos, con un test de tendencia estadísticamente significativo, siendo la mortalidad en la categoría de mayor exposición la más elevada, sin embargo es necesario tener en cuenta que se trata de un cáncer raramente asociado con la radiación. 18

19 En Almaraz, Cofrentes y en Trillo no hay ningún resultado que merezca comentarios detallados. En el caso de las dos últimas centrales se registra un bajo número de defunciones, por ser las dos instalaciones con menor número de personas-año de seguimiento. La significación de estas particularidades se analiza en el apartado 4, siendo necesario tener en cuenta las consideraciones allí indicadas para extraer conclusiones respecto a todos estos aspectos 19

20 Tabla 8. Análisis conjunto de todas las centrales nucleares Resultados del análisis: a) número de defunciones por categorías de exposición (dosis estimadas de radiación artificial acumuladas); b) razones de tasas (RR) por categorías de dosis de radiación artificial acumuladas y prueba de tendencia; c) RR para la dosis acumulada por cada 10 microsievert) tomada como variable continua, intervalo de confianza al 95%; d) prueba de homogeneidad de riesgo relativo por instalaciones. RR por dosis siendo la referencia la población de los municipios del área de 50 a 100km. La radiación natural se ha incluido categorizada y como factor por no mostrar un efecto lineal. Estimaciones obtenidas de un modelo de regresión mixto que incluye las centrales como término de efectos aleatorios. Estimaciones ajustadas por radiación natural, edad, variables socio demográficas y restringido al periodo de funcionamiento. Categoría dosis microsievert d0 ref Defuncio nes RR d1 d1 d2 d3 d4 0, ,18 0, ,5357 2, ,038 44,80-303, 5545 RR d2 RR d3 RR Tenden RR IC 95% Homogeneidad d4 valor-p dosis valor-p Cáncer de pulmón ,900 0,910 0,800 0,970 0,525 1,001 0,994 1,009 0, Cáncer de huesos ,250 0,700 0,540 0,960 0,694 0,995 0,954 1,038 0,126 Cáncer de SNC ,770 1,100 0,830 0,840 0,268 0,991 0,973 1,008 0,3165 Cáncer de tiroid es ,440 0,830 0,140 1,250 0,232 1,003 0,947 1,063 0,07199 LNH ,010 1,170 0,520 1,070 0,306 1,012 0,994 1,031 0,04603 Hodgkin ,560 1,460 0,800 1,110 0,776 0,988 0,936 1,044 0,369 Mieloma ,020 0,950 0,940 0,980 0,993 1,007 0,985 1,029 0,8593 Cáncer de vejiga ,060 1,060 0,710 1,030 0,394 0,999 0,986 1,013 0,07386 Conjuntivo ,350 1,890 0,460 0,870 0,618 0,973 0,922 1,027 0,763 Cáncer de riñón ,890 1,040 0,880 1,390 0,009 1,019 1,000 1,038 0,1561 Cáncer de estómago ,850 0,870 0,970 1,010 0,555 1,000 0,990 1,010 0,00213 Cáncer colorrectal ,070 1,100 0,880 0,950 0,380 0,995 0,986 1,003 0,416 Cáncer de testículo ,320 0, 630 0, 000 1,060 0,822 1,028 0,903 1,169 0,5252 Cáncer de mama ,920 1,070 1,050 1,070 0,621 1,005 0,993 1,016 0,09429 Cáncer de ovario ,270 1,230 1,060 0,810 0,129 0,980 0,956 1,005 0,515 Categoría dosis 0, , , , ,953 43, microsievert 0, ,60581 Leucemias* ,960 0,970 0,910 0,930 0,620 0,999 0,985 1,013 0,2756 *Las categorías de dosis para las leucemias son diferentes por el periodo de inducción de 1 año 15 20